Search Results for Nuclear Engineering. Thesis.

1.

Simulation of radiation detection and measurement experiments = Radyasyon algılama ve ölçme deneylerinin benzetişimi

Yazar

Tiftikçi, Ali. Nuclear Engineering Thesis.

Yer Numarası

TEZ/9006 .T54 2009

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

2.

Numerical modeling of thermal and kinetic phenomena in reactive systems = reaktif sistemlerde termal ve kinetik olayların sayısal modellenmesi

Yazar

Cinbiz, M.Nedim. Nuclear Engineering. Thesis.

Yer Numarası

TEZ 8690 .C563 2008

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

3.

Response of simplified pressurized water reactor in operational conditions to perturbations = basitleştirilmiş kaynar sulu reaktörün işletim şartlarında pertürbasyonlara olan tepkisi

Yazar

Bezdegümeli, Uğur. Nuclear Engineering Thesis.

Yer Numarası

TEZ 2407 .B49 1994

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

4.

Coupling of the thermal-hydraulic and neutronic calculations for bwrs

Yazar

Alpan, Fatoş Arzu. Nuclear Engineering Thesis.

Yer Numarası

TEZ 2460 .A47 1994

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

5.

Broad group cross section preparation for pebble bed gas cooled heating reactor, GHR-20 and criticality calculations

Yazar

Goluoğlu, Sedat. Nuclear engineering Thesis.

Yer Numarası

TEZ 2223 .G65 1993

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

6.

The use of neural networks together with fuzzy logic techniques in nuclear applications

Yazar

Erdoğan, Adem. Nuclear Engineering Thesis.

Yer Numarası

TEZ 2295 .E73 1993

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

7.

Applications of neural networks to nuclear power systems

Yazar

Ceyhan, Mehmet. Nuclear Engineering Thesis.

Yer Numarası

TEZ 2296 C49 1993

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

8.

Analysis of boiling water reactor (BWR) suppression pool = kaynar sulu reaktörün (KSR) yoğuşturma havuzunun analizi

Yazar

Kocar, Cemil. Nuclear Engineering Thesis.

Yer Numarası

TEZ 2408 .K63 1993

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

9.

Van de graaff electron accelerator focusing and scanning system

Yazar

Gülay, Yusuf. Nuclear Engineering Thesis.

Yer Numarası

TEZ 2202 G85 1992

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

10.

Neutronic Analysis Accelerator Driven Systems = Hızlandırıcı Sürümlü Sistemlerin Nötronik Analizi

Yazar

Atak, Haluk. Nuclear Energy Engineering Thesis.

Yer Numarası

TEZ 9712 .A83 2010

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

11.

A Comprehensive Experimental and Computational Analysis of Pressure Drop in Pipes and Fittings = Boru ve Bağlantılarda Çok Amaçlı Deneysel ve Hesaplamalı Basınç Düşümü Analizi

Yazar

Duman, Veda. Nuclear Engineering Department Thesis.

Yer Numarası

TEZ 9716 .D86 2010

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

12.

Thorium utilization in acr (advanced candu reactor) and candu-6 = ACR (gelişmiş candu reaktörü) ve candu-6 reaktörlerinde toryum kullanımı

Yazar

Türkmen, Mehmet. Nuclear Energy Engineering Thesis.

Yer Numarası

TEZ/8993 .T87 2009

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

13.

Numerical Simulations of Two-Phase Flows Using Two-Fluid Approch = İki Fazlı Akışların İki Akışkan Yaklaşımı İle Sayısal Modellemesi

Yazar

Kılınç, Buğra. Science in Nuclear Engineering Thesis.

Yer Numarası

TEZ 10074 .K55 2011

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

14.

Application of wall functions to large eddy simulations for channel flow at low and high reynolds numbers = Düşük ve yüksek reynolds sayılarında kanaldaki bir akışta duvar fonksiyonlarının large eddy simülasyonuna uygulanması

Yazar

Korkmaz, Ufuk. Science in Nuclear Engineering Thesis.

Yer Numarası

TEZ 9477 .K67 2010

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

15.

Calculation of Stress Intensity Factor of Cracks in Pressure Vessel Using Finite Elements Method = Sonlu Elemanlar Metodu Kullanılarak Basınç Kabındaki Çatlaklarda Stres Yoğunluk Faktörlerinin Hesaplanması

Yazar

Güzel, Tuğçe. Science in Nuclear Engineering Thesis.

Yer Numarası

TEZ 9783 .G89 2010

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

16.

Computational Fluid Dynamics Analysis of a Free/Forced Convection Unit = Hesaplamalı Akışkanlar Dinamiği Yöntemi İle Doğal/Zorlamalı Konveksiyon Ünitesinin İncelenmesi

Yazar

Aslantürk, Irmak. Science in Nuclear Engineering Thesis.

Yer Numarası

TEZ 9784 .A85 2010

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

17.

Nuclear fuel management optimization using genetic algorithm = Genetik algoritma ile nükleer yakıt yönetimi optimizayonu

Yazar

Yılmazbayhan, Aylin. The Nuclear Engineering Department Thesis.

Yer Numarası

TEZ 4426 .Y55 1999

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

18.

Effects of advanced fuel management strategies on fuel burnup = İleri nükleer yakıt yönetimi stratejilerinin yakıt kullanımına etkisi

Yazar

Sarıkaya, Barış. The Nuclear Engineering Department Thesis.

Yer Numarası

TEZ 4428 .S27 1999

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

19.

Probabilistic safety assessment of ITU TRIGa mark-II reactor = İTÜ TRIGA mark II reaktörünün olasılıklı güvenlik değerlendirilmesi çalışması

Yazar

Ergün, Şule. The Nuclear Engineering Department Thesis.

Yer Numarası

TEZ 4429 .E74 1999

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

20.

Multigroup cross-section generation by using Monte Carlo technique (MCNP CODE) = Monte Carlo tekniği kullanarak birden fazla grup tesir kesitlerinin üretilmesi

Yazar

Gürdal, Şamil Osman. Master Of Science in Nuclear Engineering Thesis.

Yer Numarası

TEZ/8980 .G87 2009

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

21.

Neutronic and thermal hydraulic analysis of dry cask storage systems = Kuru depolama sistemlerinin nötronik ve termal hidrolik analizi

Yazar

Yavuz, Ufuk. Prepared in the Nuclear Engineering Department According to the Regulations Thesis.

Yer Numarası

TEZ 4922 .Y28 2000

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

22.

Cost analysis and economic comparison for alternative fuel cycles in the heavy water cooled Canadian reactor (CANDU) = Ağır su soğutmalı KANADA (CANDU) reaktöründe alternatif yakıt çevrimleri için maliyet analizi ve ekonomik karşılaştırma

Yazar

Yılmaz, Serkan. Prepared in the Nuclear Engineering Department According to the Regulations Thesis.

Yer Numarası

TEZ 4919 .Y56 2000

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

23.

Finite element modeling of pellet-clad mechanical interaction = Yakıt ile zarfın mekanik etkileşiminin sonlu elemanlar yöntemi ile modellenmesi

Yazar

Alim, Fatih. Nuclear Engineering Department According to the Regulations Thesis.

Yer Numarası

TEZ 4724 .A45 2000

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

24.

Deterministic and probabilitic analysis of pressure vessel under PTS = Basınçlı termal şok altındaki basınç kabının deterministik ve probabilistik analizi

Yazar

Özdere, Oya. Nuclear Engineering Department According to the Regulations Thesis.

Yer Numarası

TEZ 4723 .O93 2000

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

25.

Performance evaluation of parallel Monte Carlo method with variance reduction techniques = Varyans azaltma teknikleri ile paralel monte carlo metodunda performans analizi

Yazar

Burak Bekar, Kürşat. The Nuclear Engineering Department According To Regulations Thesis.

Yer Numarası

TEZ 4899 .

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

26.

Candu-6 accident analysis : large breaks = Candu-6 reaktöründe kaza analizi : büyük kırıklar

Yazar

Kayrancı, Serkan. The Nuclear Engineering Department According to The Regultions Thesis.

Yer Numarası

TEZ 4204 .K39 1999

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

27.

Transient analysis of AP600 reactor by using RELAP5 system code = AP600 reaktörünün RELAP5 sistem kodu ile geçiş durumları analizi

Yazar

Pezek, Enis. The Nuclear Engineering Department According To The Regulations Thesis

Yer Numarası

TEZ 4203 .P49 1999

Format:

Durum

Beytepe Kütüphanesi~1

Rafta:
Kopya:

	{displayName}	{count}
{error}